[发明专利]一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、7～10％Cr、1.0～2.5％W、3.5～5.5％Al、0～0.6％Nb、0～0.4％Ti、1.0～3.0％Sc、0～0.3％V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金制得合金粉末；将合金粉末与0.25～0.5％Y₂O₃粉末机械合金化球磨处理；球磨后的粉末通过热等静压进行烧结致密化；热等静压后获得合金坯进行锻造处理；锻造后的样品经热轧处理获得FeCrAl基ODS合金。本发明通过优化组分及控制工艺获得的FeCrAl集ODS合金具有良好的常温和高温力学性能、以及优异的高温抗氧化和耐腐蚀性能。

技术领域

本发明涉及核反应堆耐事故材料技术领域，具体涉及一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法。

背景技术

燃料元件是核动力反应堆堆芯的核心部件，其性能直接关系到核反应堆运行的安全性与经济性。锆合金是目前商用核电轻水堆燃料元件唯一采用包壳材料。但在突发情况下(如日本福岛核事故、压水堆失水事故等)，锆合金包壳与高温冷却剂水剧烈反应，放出大量热和爆炸气体氢气，导致包壳材料力学性能恶化，产生反应堆氢爆与大量放射性产物外泄等核灾难性后果。所以，下一代及未来先进核电压水堆用燃料元件包壳材料与现用核电锆合金包壳材料相比，必须具备更好的抗高温水蒸气氧化能力、高温强度及高温稳定性，能够在一定时间内提供更大安全余量以及避免潜在的严重堆芯融化事故，也称为耐事故包壳材料。耐事故包壳材料要求其能在800℃～1000℃左右蒸汽环境中几个小时内(时间越久越好，可增加救援时间)保持一个很低的氧化速率(至少比锆合金低2个数量级)，同时该包壳材料在高温条件下(不低于800℃)具有满足短周期可靠性的力学强度，这样才可以在超过设计基本事故时候提高堆芯事故的安全裕量。在这种强烈需求背景的推动下，世界核电大国对很多候选耐事故包壳材料进行了大量的高温氧化性能研究，最具有代表的包括Zr～2、Zr～4、SiC、304SS、310SS、FeCrAl基合金等材料。研究结果表明：FeCrAl基合金具有良好的抗辐照性能和抗高温氧化性能，氧化物弥散强化(ODS)则可以增强其高温下的强度，故FeCrAl基ODS合金是一种具有潜力的ATF包壳材料。

目前大多商用FeCrAl基合金材料大多具有较高的Cr、Al含量(Cr:15％～30％，Al:5％～15％)，虽然抗高温氧化性能显著，但因含有较高的Cr、Al含量使合金在反应堆运行时容易时效硬化和辐照脆化，给反应堆运行带来重大安全隐患。此外现有FeCrAl合金的高温强度仍不能完全满足ATF燃料元件包壳的需求。

ODS钢是一种采用粉末冶金方法制备的新型耐热钢。大量弥散分布的超细微粒通过阻碍位错运动，不仅能够提高材料的高温力学性能，而且能够增强材料的辐照稳定性。对于铁素体ODS钢，制约其发展的一大问题就是抗腐蚀能力相对较差。通常方法增加Cr含量改善其抗氧化性能，增加Cr含量可以提高抗氧化性，但是材料在长期服役的环境中出现Cr元素的富集区，严重恶化材料的力学性能。Al虽然能提高强度，并且抑制富集区的产生，但是加入Al会影响弥散粒子的种类，而弥散粒子的尺寸和数量密度，对材料性能的会起到至关重要的影响。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：在降低Cr、Al含量制备FeCrAl基ODS合金时，如何使FeCrAl基ODS合金同时具备良好的力学性能和高温抗氧化性能，本发明提供了解决上述问题的一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法。

本发明通过下述技术方案实现：

一种核反应堆结构材料用FeCrAl基合金的制备方法，包括以下步骤：

步骤1，按照FeCrAl基ODS合金成分配方将Fe、Cr、W、Al、Nb、Sc、Ti、V元素进行熔炼获得合金，将熔炼后的合金采用雾化制粉技术获得目数小于200目的合金粉末；

步骤2，将合金粉末与Y₂O₃粉末进行机械合金化球磨处理；